一种核动力堆芯结构材料用锆基合金

    公开(公告)号:CN105441717A

    公开(公告)日:2016-03-30

    申请号:CN201610001961.3

    申请日:2016-01-06

    CPC classification number: C22C16/00 C22F1/002 C22F1/186

    Abstract: 本发明公开了一种核动力堆芯结构材料用锆基合金,按重量百分含量计,由下列成分组成:Sn:0.1-0.3%,Nb:1.0-1.35%,Fe:0.01-0.15%,V:0.01-0.2%,Ni或Bi或Ge:0-0.1%,Mn或Mo:0-0.1%,O:0.06-0.15%,C:小于0.008%,N:小于0.006%,余量为Zr及其它杂质。本发明在Zr-Sn-Nb合金基础上,添加了其他用于改善合金性能的元素成分,并选择了适当的组分含量,本发明提供的合金性能满足核动力反应堆高燃耗对堆芯结构材料的要求,由这种原型合金制备的产品提高了在堆外纯水和含硼含锂水溶液中的耐腐蚀性能。

    一种提高N36合金带材耐腐蚀性能的热处理方法

    公开(公告)号:CN117684107A

    公开(公告)日:2024-03-12

    申请号:CN202311580687.6

    申请日:2023-11-24

    Abstract: 本发明公开了一种提高N36合金带材耐腐蚀性能的热处理方法,包括:对N36合金板材在580℃~640℃下真空退火1~3h,得到板材1;对板材1进行冷轧,后在580℃~640℃下真空退火1~3h,得到板材2;对板材2进行轧制,得到厚度为0.35~0.90mm的带材;将带材置于580℃~620℃下连续真空退火5~30min,后进行抛光酸洗;热处理方法具有工艺稳定性好和成品率高的优点,所获得的N36合金带材显微组织均匀、晶粒细小,第二相粒子细小、均匀弥散分布,在两种水化学条件下,即360℃/18.6MPa纯水、360℃/18.6MPaLiOH溶液中的腐蚀速率明显低于Zr‑4合金带材。

    一种核反应堆芯用锆合金

    公开(公告)号:CN103898360B

    公开(公告)日:2016-08-31

    申请号:CN201210576987.2

    申请日:2012-12-27

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明属于特种合金材料技术领域,具体涉及一种核反应堆芯用锆合金材料。按重量百分含量计,由下列成分组成:Sn:0.40?0.60,Nb:0.20?0.40,Fe:0.30?0.50,Cr:0.15?0.30,Cu或Bi或Ge:0.01?0.10,Si或S:0.002?0.03,O:0.06?0.15,C:小于0.008,N:小于0.006,余量为锆。本发明在Zr?Sn?Nb合金基础上,添加了其他用于改善合金性能的成分,并选择了适当的组分含量,既改善了合金的耐腐蚀性能,又改善了合金的力学性能及抗辐照性能,合金性能满足核反应堆高燃耗对堆芯结构材料的要求。由这种原型合金制备的合金材料提高了在堆外纯水特别是在氢氧化锂水溶液中的耐均匀腐蚀性能,在反应堆内使用具有更优良的耐均匀腐蚀性能、较高的抗蠕变和疲劳特性、抗辐照生长性能。

    一种用于核动力反应堆燃料组件的锆基合金

    公开(公告)号:CN103898366B

    公开(公告)日:2016-08-10

    申请号:CN201210579001.7

    申请日:2012-12-27

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明属于特种合金材料技术领域,具体涉及一种用于核动力反应堆燃料组件的锆基合金。按重量百分含量计,由下列成分组成:Sn:0.10-0.40,Nb:1.10-1.40,Fe:0.10-0.30,Cr:0.01-0.20或V:0.01-0.20两种元素中的至少一种,Cu或Sb或Bi或Ge:0.002-0.1,O:0.06-0.15,C:小于0.008,N:小于0.006,余量为锆。本发明在Zr-Sn-Nb合金基础上,添加了其他用于改善合金性能的成分,并选择了适当的组分含量,既改善了合金的耐腐蚀性能,又改善了合金的力学性能及抗辐照性能。由这种原型合金制备的合金材料提高了在堆外纯水特别是在氢氧化锂水溶液中的耐均匀腐蚀性能。通过具体实施方式中的试验检测结果,可以认为这些合金在反应堆内使用具有更优良的耐均匀腐蚀性能、较高的抗蠕变和疲劳特性、抗辐照生长性能。

    一种核动力反应堆用锆合金
    7.
    发明公开

    公开(公告)号:CN103898369A

    公开(公告)日:2014-07-02

    申请号:CN201210579084.X

    申请日:2012-12-27

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明属于特种合金材料技术领域,具体涉及一种核动力反应堆用锆合金材料。按重量百分含量计,由下列成分组成:Sn:0.40-0.60,Nb:0.40-0.60,Fe:0.30-0.40,Cr或V:0.05-0.15,Sb或Ge:0.002-0.10,Si或S:0.002-0.02,O:0.06-0.15,C:小于0.008,N:小于0.006,余量为锆。本发明在Zr-Sn-Nb合金基础上,添加了其他用于改善合金性能的成分,并选择了适当的组分含量,既改善了合金的耐腐蚀性能,又改善了合金的力学性能及抗辐照性能,本发明提供的合金性能,满足核动力反应堆高燃耗对堆芯结构材料的要求。这种合金材料提高了在堆外纯水特别是在氢氧化锂水溶液中的耐均匀腐蚀性能。通过试验检测结果,可以认为这些合金在反应堆内使用具有更优良的耐均匀腐蚀性能、较高的抗蠕变和疲劳特性、抗辐照生长性能。

    一种核燃料组件用锆基合金

    公开(公告)号:CN103898368A

    公开(公告)日:2014-07-02

    申请号:CN201210579029.0

    申请日:2012-12-27

    Abstract: 本发明涉及一种核燃料组件用锆基合金,本发明属于按重量百分含量计,由下列成分组成:Sn:0.10-0.40,Nb:0.60-0.85,Fe:0.20-0.40,V或Ta或Cr:0.002-0.15,Si或S:0.002-0.015,Cu或Bi:0.002-0.1,O:0.06-0.15,C:小于0.008,N:小于0.006,余量为锆。本发明在Zr-Sn-Nb合金基础上,添加了其他用于改善合金性能的成分,并选择了适当的组分含量,既改善了合金的耐腐蚀性能,又改善了合金的力学性能及抗辐照性能,本发明提供的合金性能,满足压水反应堆高燃耗对堆芯结构材料的要求。由这种原型合金制备的合金材料提高了在堆外纯水特别是在氢氧化锂水溶液中的耐均匀腐蚀性能。通过具体实施方式中的试验检测结果,可以认为这些合金在反应堆内使用具有更优良的耐均匀腐蚀性能、较高的抗蠕变和疲劳特性、抗辐照生长性能。

    一种核动力用锆合金
    9.
    发明公开

    公开(公告)号:CN103898363A

    公开(公告)日:2014-07-02

    申请号:CN201210578429.X

    申请日:2012-12-27

    CPC classification number: C22C16/00 C22F1/186 G21C3/07 G21C13/02 Y02E30/40

    Abstract: 本发明属于特种合金材料技术领域,具体涉及一种核动力用锆合金材料。按重量百分含量计,由下列成分组成:Sn:0.60-1.00,Nb:0.80-1.10,Fe:0.10-0.40,Cu或Bi或Ge:0-0.1,Si或S:0-0.03,O:0.06-0.15,C:小于0.008,N:小于0.006,余量为锆。本发明在Zr-Sn-Nb合金基础上,添加了其他用于改善合金性能的成分,并选择了适当的组分含量,本发明提供的合金性能满足核动力反应堆高燃耗对堆芯结构材料的要求。由这种原型合金制备的产品提高了在堆外纯水特别是在氢氧化锂水溶液中的耐均匀腐蚀性能,提高了在高温蒸汽中的耐疖状腐蚀性能。通过具体实施方式中的试验检测结果,可以认为这些合金在反应堆内使用具有更优良的耐均匀和疖状腐蚀性能、较高的抗蠕变和疲劳特性、抗辐照生长性能。

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